个人简介
教育背景
2002-2006 西安交通大学自动化专业 博士
1999-2002 西安交通大学核能科学与工程专业 硕士
1995 -1999 西安交通大学电气工程与自动化专业 学士
工作经历
2006.12-2009.02 上海交通大学核科学与工程学院 博士后
2009.03-2018.06 上海交通大学核科学与工程学院 讲师，硕导，兼核学院办公室主任
2018.07-至今 上海交通大学核科学与工程学院 讲师，博导，兼学院办公室主任
出访及挂职经历
2009.10-2010.03 日本大阪大学能源与环境工程系 访问研究员
科研项目
负责项目：
2021-2022，反应堆压力容器底封头多孔涂层临界热流密度试验项目，项目负责人；
2020-2021，HPR1000热工水力和控制系统建模服务，项目负责人；
2018-2020，国家重大专项“熔池传热和CHF试验研究（子课题三）”，项目负责人；
2016-2017，燃料和冷却剂相互作用试验验证项目，项目负责人；
2016-2017，压水堆核电机组热工水力等值建模项目，项目负责人；
2015-2016，ERVC拓展试验项目，重大专项外协课题，项目负责人；
2015-2016，CAP1400管道材质分析试验平台及管道汽液两相流试验项目，项目负责人；
2014-2015，反应堆压力容器支座温度场测量试验项目，国家重大专项外协课题，项目负责人；
2011－2014，国家重大专项“ERVC全尺寸下封头外壁临界热通量和流道流动试验; CAP1400非能动ERVC全高度循环流动与传热综合试验验证平台”；技术负责人；
2011－2015，企业课题“深圳中广核工程设计有限公司ACPR1000项目－ACPR1000控制系统仿真平台开发”，项目负责人；
2010－2011，国防特色专业系统仿真与控制实验室建设项目，负责人；
2008－2011，973项目子课题6专题：超临界水堆稳定性分析程序研发，负责人；
2009－2010，日本文部科学省核科学研究交流项目（MEXT/NREP）“核电厂数字化仪控系统可靠性分析动态建模方法研究”，负责人；
2008－2009，岭东核电有限公司“DCS仿真功能测试系统开发项目”，负责人之一；
2007－2008，上海市博士后基金“基于AP1000的核电站全范围模拟机仿真平台核心程序研究”，负责人；
参与项目：
2018-2021，液体悬浮式非能动组件研发试验验证，主要参与人；
2011－2012 企业项目 “核动力装置运行与安全分析平台合同”，主要参与人 ；
2011－2012 企业项目 “红沿河核电项目DCS控制通道测试系统开发”，主要参与人 ；
2010－2013 国家自然科学基金项目 “液态金属环境下喷射水接触传热特性研究”，参与人；
2007－2011，973项目“超临界水堆关键科学问题研究子课题4”，主要参与人，负责超临界水多功能实验台架的电气系统和测控系统设计、建设与程序开发；
2009 ― 2010 企业项目 “AP1000核电站工程分析器技术方案及平台架构分析研究”，主要参与人；
2009－2011，国家自然科学基金项目“紧密栅内超临界流体流动结构和固体颗粒输运特性研究”，主要参与人；
2009 ― 2010 企业项目“核电站仿真试验台研发”，主要参与人；
2008 ― 2009 企业项目“核电站仿真功能测试系统”，主要参与人；
2007 ― 2008 企业项目“船用核动力装置仿真平台研制”，主要参与人；
2007 ― 2008 企业项目“岭澳核电站二回路瞬态模型研究及核电厂瞬态验证”，主要参与人
教学工作
1．课程名称：核电厂运行与控制；授课对象：本科生；学时数： 48；学分：3；主讲老师；
2．课程名称：核电厂控制与保护；授课对象：本科生；学时数： 32；学分：2；主讲老师；
3．课程名称：核能科学发展前沿；授课对象：研究生；学时数： 36；学分：2； 主讲老师；
软件版权登记及专利
授权专利：
1. 管道两相流闪蒸试验系统及方法，ZL201610704199.5；
2. 应用于管道汽液两相流闪蒸现象参数的测量系统，ZL201610705468.X；
3. 基于热流修正的CHF测量方法，ZL201610795466.4.
荣誉奖励
2018年，获中国核能行业协会一等奖，“CAP1400 ERVC全高度下封头外壁临界热通量试验研究”；
2017年，获《科学中国人》2016年度科学人物；
2016年，获上海交通大学烛光奖二等奖；
2015年，获上海交通大学年度考核优秀奖；
2013年，获上海交通大学年度考核优秀奖；
2012年，获上海交通大学年度考核优秀奖；
2012年，获上海交通大学“SMC-晨星学者奖励计划”优秀青年教师（C类）；
2011年，获中国核能行业协会科学技术奖三等奖，“核电站仿真技术在反应堆控制系统调试启动中的应用” ；
2008年，获核反应堆系统设计技术国家级重点实验室学术交流会二等奖。
近期论文
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期刊文章
1． Longkun He , Pengfei Liu* & Bo Kuang，Jet Fragmentation Characteristics During Molten Fuel and Coolant Interactions，NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING，2021，195（4）：367-390
2. He,Longkun;Liu,Pengfei*;Zhang,Xisi;Kuang,Bo;Hu,Wenjun;Wei,Liangzhang，Experimental study on the effects of boiling during molten jet and coolant interactions，ANNALS OF NUCLEAR ENERGY，2020，143：107392
3. Wang,Fan;Kuang,Bo;Liu,Pengfei;Zhu,Chen，A theoretical and experimental study on subcooled flow boiling under passive IVR-ERVC conditions，ANNALS OF NUCLEAR ENERGY，2020，138：107190
4. Wang Fan;Kuang Bo;Liu Pengfei;Zhu Chen，An experimental study on natural circulation flow characteristics under passive IVR-ERVC conditions，Annals of Nuclear Energy，2019，131：401-411
5. Kuang,Bo;Liu,Pengfei;Wang,Fan;Cao,Kemei;Zhang,Kun，Influences of some engineered factors on IVR-ERVC limits，NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN，2019，347：20-30
6. Liu Pengfei ，Hou Dong，Kuang Bo，Yang Yanhua，1-D Dynamic Stability Analysis of Mixed-Spectrum Supercritical Water Reactor Core，Annals of Nuclear Energy，2017，101：278-292 （SCI/EI）
7． Pengfei Liu, Chunyu Bi,Yang Yu, Meng Lin1, Xinli Song, Guoyang Wu and Zhida Su。Development of a hardware-in- loop simulation platform for NPP main control systems. MATEC Web of Conferences，2017,128: 02012（EI）
8． Chunyu Bi,Pengfei Liu*, Xinli Song, Guoyang Wu and Zhida Su, Simulation Study and Parameter Evaluation on Water Level Control System of Steam Generator in Nuclear Power Plant, Advances in Intelligent Systems Research ,2017，134：38-41.
9． Pengfei Liu，Dong Hou， Meng Lin， Bo Kuang. Stability analysis of parallel-channel systems under supercritical pressure with heat exchanging. Annals of Nuclear Energy，2014， 69： 267–277 (SCI/EI)
10． Dong Hou , Meng Lin, Pengfei Liu, Yanhua Yang，Stability analysis of parallel-channel systems with forced flows under supercritical pressure[J], Annals of Nuclear Energy ，2011，38：2386–2396 (SCI/EI)
近5年会议文章
1．Longkun He, Liu Pengfei *, Xisi Zhang, Wenjun Hu, Bo Kuang, Liangzhang Wei. Experimental Study on the Interaction of Molten Sn With Water，DOI: 10.1115/ICONE26-82204，2018，London, England.
2. Haozheng Kong, Bo Kuang, Pengfei Liu, Xia Lu, Yi Yao, Lifang Liu,Bo Dong. Evaluation of IET Facility Applicability on Simulating SBLOCA in Large-Scale Passive PWR Plant, DOI: 10.1115/ICONE26-82630, 2018，London, England.
3．Fan Wang，Bo Kuang， Pengfei Liu， Longkun He. Experimental Investigation on Boiling Flow Characteristics Under Passive IVR-ERVC Conditions，DOI: 10.1115/ICONE26-82254, 2018，London, England.
4. Longkun He, Pengfei Liu*, Bo Kuang, Liangzhang Wei. Experimental study on the interaction of molten 304SS with water. NUSSA-2018, Chengdu.
5. WEI Liangzhang , LIU Pengfei*, KUANG Bo, LIN Meng. Development and validation of a hardware-in-loop NPP digital I&C system simulation platform. NUSSA-2018, Chengdu.
6. Cao Chengque, Kuang Bo, Liu Pengfei. Dynamic Stability Analysis of Supercritical Natural Circulation Loop :Frequency Domain method，2018, NUTHOS-12,Qingdao.
6. Wang Xin, Kuang Bo, Liu Pengfei，Li Yan。Analysis on Performance of Moving Body Dynamics in a Hydraulic Driven Shutdown Subassembly for Sodium Cooled Fast Reactor，12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-12)，2018.10，Qingdao, China
7. Kuang B.; Liu P.F.; Wang F.; Cao K.M.; Zhang K. Influences of some engineered factors on IVR-ERVC limits. 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, NURETH 2017, 2017-9-3 ~ 2017-9-8, 2017
8. Pengfei Liu ，Xian Zhang, Nan Zhao, Junliang Liu, Kuang Bo，Preliminary Experimental Study on Erosion-Corrosion Behavior of Second Loop Pipeline in Nuclear Power Plant with Vapor Liquid Two Phase Flow，25rd International Conference on Nuclear Engineering（ICONE25），Shanghai，2017:ICONE25- 67762
9. Pengfei Liu, Bo Kuang. Experimental study on CHF characteristics with downward-facing curved heating surface under natural circulation condition[C], ICONE23-1925,. 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE23),Japan,2015.
10. Kuang Bo, Liu Pengfei, Fan Yunliang, Zhu Chen, Tang Chaoli, Wang Fan, Some experimental phenomena in a full-height ERVC strategy validation test facility for a large advanced PWR, Int. Workshop on Nuclear Safety and Severe Accident (NUSSA-2014),Sept. 3-5, 2014, Chiba, Japan
11. Pengfei Liu. Heat transfer to water at supercritical pressure flowing upwards in vertical tubes[C].International Meeting of Specialists in Heat Transfer to Fluids at Supercritical Pressure, Manchester, UK, 30th June/1st July 2014
学术兼职
中国电机工程学会，核能发电分会，委员，2013-至今；
中国核学会会员；
上海市核学会会员
京公网安备 11010802027423号